加热温度和热处理对316LN不锈钢力学性能与超声波探伤的影响研究

利用铁素体测试仪研究了316LN不锈钢在不同加热温度和冷却速度下的铁素体析出规律,试验结果表明,加热温度在1280℃以下无铁素体析出,冷却速度在20℃/h以上,无铁素体析出。基于理化检测并结合热处理工艺试验,分析了316LN不锈钢锻件超声波探伤无底波的原因和改善途径,结果表明,造成锻件超声波探伤无底波的原因是严重的混晶,而通过热处理可以减小晶粒尺寸差距,从而提高超声波可探性。不同固溶温度处理后试样常温、高温力学性能以及晶间腐蚀性能试验结果表明,晶粒度级别在4.0级到1.0级之间变化时,316LN不锈钢的力学性能波动较小,晶间腐蚀性能满足要求。相同固溶温度处理时,热处理次数的变化对晶粒尺寸、力学性能的影响较小,晶间腐蚀性能也满足标准要求。     

提高1Cr14Co14Mo5不锈钢韧性的热处理工艺研究

针对因材料韧性不足导致的滚珠丝杠端头脆性断裂失效问题，开展马氏体沉淀硬化型不锈钢1Cr14Co14Mo5的改进研究。基于局部成分调整的1Cr14Co14Mo5不锈钢，将原有固溶+时效热处理工艺进行了调整，尝试利用循环相变热处理细化奥氏体晶粒的微观机制，获得细化的板条状马氏体组织，以提升材料的塑韧性。组织和性能结果显示，固溶温度由1000℃升高至1100℃可有效提高材料冲击韧性；3~4次的循环相变热处理能有效细化晶粒，晶粒平均尺寸小于10 μm，可使材料的冲击吸收能量（KU2）由20.2 J提高至60 J以上，同时断裂韧性值略有上升。      

显微组织对Zr-Sn-Nb新锆合金拉伸性能的影响

分别采用1 045 ℃/40 min 500 ℃/1.5 h、1 045 ℃/40 min 40%冷加工 500 ℃/1.5 h、1 045 ℃/40 min 70%冷加工 500 ℃/1.5 h工艺,将Zr-Sn-Nb新锆合金加工成厚度为1.4 mm的试样,用透射电镜观察它们的显微组织,对各种条件处理的试样进行拉伸性能研究.结果表明:在本试验所有的形变和热处理中,1 045 ℃/40 min 70%冷加工 500 ℃/1.5 h处理的样品的拉伸性能最好,这归因于经此工艺处理后的析出相细小、弥散、均匀分布,使材料得到第二相较理想的强化效果.     

热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究

采用适合高Ｃｒ含量合金的晶间腐蚀试验方法（沸腾６５％ＨＮＯ。＋０．１％ＨＦ溶夜浸渍试验）和在３１６℃、５０％ＮａＯＨ溶液中的慢应变速率试验（ＳＳＲＴ）．研究了热处理对６９０合金晶间腐蚀和碱应力腐蚀性能的影响．热处理包括不同固溶温度（９５０－１１５０℃）及特殊热处理（Ｔ．Ｔ７１５℃）时不同保持时间（２～３０ｈ），根据试验结果．推荐６９Ｏ合金的热处理条件是；固溶温度应＜１１００℃，在７１５℃特殊热处理保持时间１５ｈ。     

HMD法制备U-10wt%Mo合金粉末的粒度控制

对氢化-破碎-脱氢(HMD)法制备U-10wt%Mo合金粉末的粒度控制工艺进行了研究.U-Mo合金在950℃分别退火4、10、24h,然后经过γ→α相转变热处理、HMD法和α→γ相转变热处理等过程成为粉末.分析结果表明:950℃下U-Mo晶粒长大较慢,可通过调节保温时间使晶粒尺寸控制在40～100μm;γ相分解程度强烈依赖于晶粒尺寸,晶粒尺寸越大,γ相向α相的转变程度越低;粉末粒度大小与原始合金γ相的晶粒度密切相关,原始合金γ相晶粒度越大,粉末粗粉比重越大.     

微量Y对FeCrAl合金包壳力学与氧化性能的影响

FeCrAl合金包壳作为事故容错燃料（Accident Tolerant Fuel,ATF）中长期可商用的技术途径得到了广泛关注。本文旨在研究微量Y对FeCrAl合金包壳力学与氧化性能的影响。采用光学显微镜观察FeCrAl和FeCrAlY合金晶粒尺寸和微观形貌。采用爆破试验机和热重分析仪开展内压爆破试验和高温水蒸气氧化试验。采用X射线衍射仪（X-ray Diffractometry,XRD）、扫描电子显微镜（Scanning Electron Microscope,SEM）和能量色散谱仪（Energy Dispersive Spectrometer,EDS）观察FeCrAl和FeCrAlY合金氧化产物成分、表面及截面氧化产物形貌，并对其成分进行分析。研究结果表明：微量Y主要固溶到FeCrAl合金包壳基体中，未形成Fe-Y第二相；固溶到FeCrAl合金包壳基体中的Y未对室温到1 000℃内压爆破强度和破口形貌产生影响；但添加微量Y显著改善了FeCrAl合金包壳的耐高温水蒸气氧化性能，800℃、1 000℃和1 200℃水蒸气氧化8 h条件下，氧化增重量分别下降65.1%、60.0%和31...     

国产690合金与321不锈钢异种金属焊缝的应力腐蚀行为研究

利用慢应变速率试验,采用非标准的漏斗状试样,对国产690合金与321不锈钢异种金属焊接部位(包括690合金热影响区、焊缝、321不锈钢热影响区)在100 mg/L Cl~(-1)除O_2条件下和100 mg/L Cl~(-1)饱和O_2条件下的应力腐蚀行为进行研究。并通过慢应变速率应力-位移曲线和断口形貌对微观组织、氯离子、氧含量对于材料的应力腐蚀(SCC)的影响进行分析。结果表明:690合金热影响区在100 mg/L Cl~(-1)除O_2条件下不易发生SCC,在100 mg/L Cl~(-1)饱和O_2条件下表现出一定的SCC倾向;321不锈钢热影响区在2种条件下均表现出明显的SCC倾向;690合金热影响区的粗大晶粒不利于塑性变形的晶粒间相互协调,导致了热影响区SCC的倾向增大。     

改善锆－4合金耐腐蚀性能的研究

研究了改变最后一次中间退火的热处理制度对核燃料锆４包壳管耐腐蚀性能的影响。由原来的６５０℃退火改为８３０℃。相上限温区加热淬火后，无论对耐疖状腐蚀还是耐均匀腐蚀性能都有显著改善。在１０３０℃β相加热淬火后，虽然耐疖状腐蚀性能有明显改善，但作长期均匀腐蚀时，腐蚀增重与时间之间的变化会出现第二次传折，耐均匀腐蚀性能不好。影响耐腐蚀性能的主要因素是Ｆｅ和Ｃｒ合金元素在αＺｒ中的固溶含量，而不是第二相粒子的大小。Ｆｅ和Ｃｒ合金元素在αＺｒ中的过饱和固溶含量，控制在～２００μｇ／ｇ是比较合适的，固溶含量过多又会引起长期均匀腐蚀性能变坏的倾向。     

热处理对锆-4耐腐蚀性能影响的研究(英文)

研究了改变最后一次中间退火的热处理制度对核燃料锆-4包壳管耐腐蚀性能的影响。由原来的650℃退火改为830℃α相上限温区加热淬火后,无论对耐疖状腐蚀还是耐均匀腐蚀性能都有显著改善,在1030℃β相加热淬火后,虽然耐疖状腐蚀性能有明显改善,但作长期均匀腐蚀时,腐蚀增重与时间之间的变化会出现第二次转折,耐均匀腐蚀性能不好,影响耐腐蚀性能的主要因素是Fe和Cr合金元素在αZr中的固溶含量,而不是第二相粒子的大小,Fe和Cr合金元素在αZr中的过饱和固溶含量,控制在约200μg/g是比较合适的,固溶含量过多会引起长期均匀腐蚀性能变坏的倾向。     

高温热处理对AlZrNbMo核用高熵合金微观组织及力学性能的影响

目前,核用低中子截面型高熵合金还存在绝对强度不足的瓶颈难题。为实现核用低中子截面型高熵合金力学性能的大幅提升,本研究通过电弧熔炼制备了AlZrNbMo系BCC结构高熵合金,压缩力学性能测试发现高温固溶处理后AlZrNbMo高熵合金的强度同铸态相比提升了31%,达到了约2 210 MPa。通过对比分析铸态及1 200℃高温固溶后AlZrNbMo高熵合金的相组成、元素分布等微观组织,发现1 200℃高温热处理后,AlZrNbMo高熵合金的晶内相区域Nb、Mo含量大幅度提升,导致基体相的晶格畸变增大,利于强度的显著升高;同时,原始铸态组织中的晶间黑色区域为富Zr单质颗粒,强度相对较低;随着高温热处理后的迅速淬火,由于元素的迁移扩散导致高硬度AlZr金属间化合物相的生成,同样利于合金强度的大幅度提升。相关结果将为新型超高强度核用高熵合金的设计提供理论参考和设计依据。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.